• 터널과지하공간
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• 제33권5호
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• pp.312-338
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• 2023

고준위방사성폐기물 심층처분시설은 고온의 사용후핵연료에서 핵종 누출을 막기 위해 열적, 역학적, 수리적 안전성이 장기적으로 확보되도록 일반적인 지하터널과는 다른 특별한 설계가 필요하다. 스웨덴 SKB는 고준위방사성폐기물 처분시설의 설계 기준을 수립하고 포쉬마크 지역에 대해 실제 설계를 수행하였다. 그리고 지반 불확실성에 대응하기 위해 모니터링과 그에 따른 설계 변경이 가능한 관찰 기법과 단계별 개발법을 제안하였다. SKB는 지반 유형과 지반 거동을 분류하고 포쉬마크 지역에 존재하는 지반유형과 거동의 조합에 적절한 지보 유형을 대응시키는 독자적인 지보 시스템을 개발하였고 기존 지보 시스템과 비교를 통해 안전성을 확인하였다. POSIVA는 SKB와 유사한 방식으로 온칼로 지역에 대해 지보시스템을 개발하였으나 포쉬마크와는 상이한 지반 특성을 반영하였다. 이를 참고하여, 국내 고준위방사성폐기물 심층처분시설 건설을 위한 설계가 이루어질 수 있을 것이며 국내 특성에 맞는 지보 시스템 또한 수립될 수 있을 것이다.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권4호
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• pp.257-264
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• 2015

원자력 발전이 중요한 에너지 공급역할을 담당하기 위해서는 안전성을 확보하고, 사용 후 핵연료 문제를 해결하여야 한다. 이와 같은 문제를 해결하기 위한 방안으로 소듐이나 납비스무스 공융합금 등과 같은 액체금속을 냉각재로 이용하는 방안이 연구되고 있다. 본 논문에서는 액체금속 유동모사 실증 설비 개발을 위한 설계변수 검토, 설계 해석, 구조재의 선정 및 설비 개발 결과를 서술하였다. 설비의 개발은 열수력 해석코드의 해석을 통해 수행되었고 충분한 자연순환 유량을 갖는 설비제작 기술을 확보하였다.

• 전기학회논문지
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• 제62권7호
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• pp.994-1002
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• 2013

This study suggests a generalized availability and safety evaluation model to evaluate the influences to the system's fault tolerant capabilities depending on automatic fault detection function such as the automatic periodic testings. The conventional evaluation model of automatic fault detection function deals only with the self diagnostics, and supposes that the fault detection coverage of self diagnostics is always constant. But all of the fault detection methods could be degraded. For example, the periodic surveillance test has the potential human errors or test equipment errors, the self diagnostics has the potential degradation of built-in logics, and the automatic periodic testing has the potential degradation of automatic test facilities. The suggested evaluation models have incorporated the loss or erroneous behaviors of the automatic fault detection methods. The availability and the safety of each module of the safety grade platform have been evaluated as they were applied the automatic periodic test methodology and the fault tolerant evaluation models. The availability and safety of the safety grade platform were improved when applied the automatic periodic testing. Especially the fault tolerant capability of the processor module with a weak self-diagnostics and the process parameter input modules were dramatically improved compared to the conventional cases. In addition, as a result of the safety evaluation of the digital reactor protection system, the system safety of the digital parts was improved about 4 times compared to the conventional cases.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.45-53
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• 2015

1978년 고리 1호기의 상업 운전을 시작으로 현재 우리나라에서는 총 23기의 원전이 운영 중에 있다. 운영 중인 원전으로부터 방사성폐기물이 계속 발생되고 누적되어 갈 것이다. 또한 원전의 수명 연장과 신규 원전의 추가 건설 이외에도 제염해체 연구시설 등 각종 원자력 시설에서 발생하는 방사성폐기물은 꾸준히 증가하고 있다. 우리나라는 최근 IAEA에서 권고하는 신 분류기준을 적용한 신분류기준에 대해 원자력안전위원회 고시를 개정하였다. 중·저준위폐기물을 IAEA 신 분류기준을 적용하여 세분화한다면, 약 98%를 차지하는 저준위 및 극저준위 방사성폐기물과 규제면제폐기물을 효과적으로 처분 할 수 있게 된다. 본 논문에서는 신 분류기준을 적용한 해외 적용 사례와 처분 방안 현황을 분석하여 국내에 적용 가능한 최적의 합리적인 적용 방안 및 해체 방사성폐기물량을 산정해 보고자 한다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제16권3호
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• pp.321-331
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• 2003

지진취약도분석 기술은 원자력발전소의 구조물 및 기기의 실제 내진성능을 평가하기 위하여 이용된다. 이 논문에서는 원자력 발전소를 구성하는 구조물들의 지진취약도를 평가하는 개선된 기법에 대하여 요약하였다. 또한, 최근 몇 년간 한반도에서 발생된 소규모 기록지진의 응답스펙트럼에 대한 공학적 특성을 평가하고, 이러한 기록지진의 응답스펙트럼을 부지의 실제 지반운동으로 사용할 경우, 지진취약도 분석에 미치는 영향을 검토하였다. 몇가지 예제 구조물에 대한 지진취약도분석을 통하여 기록지진의 특성이 한국형 원자력발전소의 내진성능에 미치는 영향을 정량적으로 평가하였다. 평가결과, 현재까지 부지의 실제 지반운동으로 사용되어 오던 Newmark 스펙트럼은 국내 시설물의 내진성능을 과대평가 할 수 있음을 보여주었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제34권9호
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• pp.825-834
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• 2010

사각공동내 자연대류 열전달 실험에서, 단열벽에 의해 열전달이 저하가 관찰되는 영역을 실험적으로 그리고 수치해석적으로 평가하였다. $Gr_H$ 수 $1.53\times10^7$부터 $1.01\times10^{10}$까지 변화시키며, 단열벽이 존재할 때와 그렇지 않을 때를 구분하여 열전달률을 측정하였다. FLUENT 실험의 결과를 예측할 수 있는지 확인하고 실험으로 수행하기 어려운 매우 좁은 영역에 대해 FLUENT를 수행하였다. 실험과 FLUENT의 결과를 다른 연구와 비교한 바 일치함을 보였다. 단열벽이 전체 열전달에 미치는 영향은 예상과 같이 단열벽 근처의 매우 좁은 영역에 국한하여 나타남을 확인하였다. 본 연구는 유사성(Analogy) 원리를 이용하여 열전달계를 전기도금계의 물질전달계로 모사하는 방법론을 개발하는 과정에서 실험을 효율화하고자 하는 방안을 강구하기 위하여 추진되었다. 본 연구를 통하여 단열벽간 거리(전극의 폭)를 매우 줄일 수 있는 이론적 근거를 확보하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권7호
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• pp.489-494
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• 2016

사이클로트론에서 발생되는 핵반응은 불필요한 중성자를 발생시키며, 이로 인해 주변 물질들이 방사화되게 된다. 방사화된 물질은 방사선피폭의 원인으로, 공기가 방사화 되었을 경우 인체에 흡입되어 내부피폭을 발생 시킨다. 이에 본 연구에서는 16.5 MeV의 초소형 사이클로트론의 운영에 따른 내부 공기의 방사화를 분석하고자 하였다. 실험결과 초소형 사이클로트론의 핵반응으로 발생되는 방사화는 종사자에게 매우 낮은 내부피폭을 발생시키는 것을 확인할 수 있었으며, 방사화로 인하여 발생된 방사능을 법적 기준치와 비교하여 보았을 때 기준치 이하로 법적 관리의 대상에서 제외 될 수 있음을 알 수 있었다. 하지만, 사이클로트론의 에너지가 높아짐에 따라 내부피폭의 위험성은 더욱 높아질 우려가 있으며, 이에 따라 국내에 정립 되어 있지 않는 방사선 관련 시설의 환기설비에 대한 기준이 필요할 것으로 사료되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.79-88
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• 2014

원자력이용시설에서 발생한 작은 크기의 금속 조각들을 효과적으로 제염하는 스마트 장치를 개발하였다. 이 장치는 자성연마재를 포함한 영역의 자속밀도를 연속적으로 변화시키는 방법과 초음파를 이용하는 다중 제염장치이다. 한편, 제염 효율을 높이기 위해 제염 장치가 제염 대상 전체에 작용하도록 장치들의 구성을 수정하였다. 개발된 장치들의 최적 작동조건을 도출하여 샘플로 선정한 소형의 금속방사성페기물에 대하여 자기장과 초음파제염을 각각 15분간 실시하였다. 그 결과 제염계수의 범위는18~56으로 크게 향상되었으며 제염 후 모든 샘플은 백그라운드(BKG)값 이하로 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.93-105
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• 2018

향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.291-300
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• 2016

Background: It is necessary to assess radiation dose to workers due to inhalation of airborne particulates containing naturally occurring radioactive materials (NORM) to ensure radiological safety required by the Natural Radiation Safety Management Act. The objective of this study is to develop an internal dose assessment procedure for workers at industries using raw materials containing natural radionuclides. Materials and Methods: The dose assessment procedure was developed based on harmonization, accuracy, and proportionality. The procedure includes determination of dose assessment necessity, preliminary dose estimation, airborne particulate sampling and characterization, and detailed assessment of radiation dose. Results and Discussion: The developed dose assessment procedure is as follows. Radioactivity concentration criteria to determine dose assessment necessity are $10Bq{\cdot}g^{-1}$ for $^{40}K$ and $1Bq{\cdot}g^{-1}$ for the other natural radionuclides. The preliminary dose estimation is performed using annual limit on intake (ALI). The estimated doses are classified into 3 groups ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, and > 0.3 mSv). Air sampling methods are determined based on the dose estimates. Detailed dose assessment is performed using air sampling and particulate characterization. The final dose results are classified into 4 different levels ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, 0.3-1 mSv, and > 1 mSv). Proper radiation protection measures are suggested according to the dose level. The developed dose assessment procedure was applied for NORM industries in Korea, including coal combustion, phosphate processing, and monazite handing facilities. Conclusion: The developed procedure provides consistent dose assessment results and contributes to the establishment of optimization of radiological protection in NORM industries.